輻射禁止

輻射禁止指的是利用輻射與物質的作用來降低某一區域的輻射水平，從而減少人們的受照和材料的輻照損傷的一種輻射防護技術，也是一種材料保護措施。

基本介紹

• 中文名：輻射禁止
• 外文名：radiation shielding              
• 套用：輻射防護
• 目的：降低某一區域的輻射水平
• 禁止對象：γ射線(γ光子)和中子
• 學科：核防護

禁止原理

在核電廠中，輻射禁止的主要對象是γ射線(γ光子)和中子。γ光子在通過禁止體時主要通過光電效應、康普頓散射和電子對形成等過程把能量傳遞給禁止體而被減弱或吸收。光電效應是光子把全部能量傳給軌道電子，使電子脫離所在殼層，從原子中釋放出來，這對低能γ光子(能量小於幾百keV的γ光子)的吸收起主要作用。康普頓散射是光子與自由電子碰撞，把部分能量傳給電子，同時改變自己的方向和能量，對降低中能γ光子(能量在幾百keV和幾MeV之間)的能量起主要作用。電子對形成是γ光子與核的電場發生作用，γ光子完全湮沒，其能量轉換成一對正負電子的質量和動能以及反衝核的動能，對高能γ光子(能量大於幾MeV)的吸收起主要作用。

快中子進入禁止體，多數情況是通過彈性散射和非彈性散射將其能量傳遞給禁止物質，變成熱中子或超熱中子，然後通過輻射俘獲等過程被物質吸收。彈性散射是中子和禁止物質的原子核發生彈性碰撞，把一部分(極個別情況下是全部)能量傳給反衝核，同時改變自己的能量和運動方向。反衝核的質量越小，一次碰撞平均傳給它的能量越多。對能量為2 MeV的快中子和氫核碰撞，平均碰撞18次就可以慢化成熱中子;而2 MeV的快中子與鉛核碰撞則大約需要2000次才能慢化成熱中子。非彈性散射與彈性散射不同之點在於反衝核除得到動能外，其本身還處於激發態，並通過放出γ射線而回到穩態。非彈性散射發生的機率隨中子能量和禁止物質原子序數的增加而增加。一次非彈性散射可以把相當多的能量傳給反衝核，所以非彈性散射是快中子(能量大於1 MeV)減速的主要過程。輻射俘獲[(n，γ)反應]是中子被禁止物質吸收的最後一個過程。大多數核素都易與熱中子發生(n，γ)反應，少數核素還易與超熱中子發生共振吸收反應。

禁止設計

進行禁止設計首先要確定輻射源的類型和活度，確定觀察點的輻射水平和禁止體的形狀，然後選擇適當的禁止材料和計算公式來計算禁止體的厚度。

核電廠的輻射源主要是反應堆，其次還有一次冷卻劑，乏燃料元件和放射性廢物。反應堆在運行時將產生γ射線和中子。γ射線主要是核裂變時放出的瞬發γ射線和裂變產物衰變時放出的γ射線，此外還有熱中子俘獲γ射線和快中子非彈性散射產生的γ射線，核反應產物的γ射線，活化產物的γ射線，湮沒輻射和韌致輻射等。中子主要是裂變中子，此外還有緩發中子，活化產物的中子和光激中子等。一座發電能力為1000 MW的反應堆，在運行時其γ射線發射率接近3.5×10MeV/s， 中子發射率約為2.5×10n/s。停堆之後，基本上沒有中子，但裂變產物和活化產物的γ射線仍可達1021MeV/s。一次冷卻劑的主要輻射是裂變產物和活化產物的γ射線， 其放射性濃度可達4×107Bq/L。典型的乏燃料水池內可存放約13/3堆芯裝載量的乏燃料，但因已衰變多日，其最大活度大約相當於堆芯的5%。

禁止標準

確定觀察點的輻射水平 確定各個觀察點的輻射水平與禁止的目的有關。為了工作人員的健康，應根據工作人員接近輻射源的頻率和時間， 確定不同的輻射水平，分區進行禁止(見核電廠輻射分區)。為了防止設備的輻照損傷， 防止材料的活化和保持禁止體的穩定性，應根據材料的特性和使用要求確定其輻射水平。中國核工業標準規定： ①堆本體各部件所受輻照應低於規定限值; ②普通矽酸鹽混凝土禁止體內表面中子注量率應小於等於5×10n/ (cm·s)，γ射線能(量) 注量率應小於等於4×10MeV/ (cm·s); ③對於停堆後工作人員進行工作的場所， 在堆運行時熱中子注量率應小於等於1×10n/ (cm·s)。

禁止材料選擇

核電廠的禁止體應具有以下特性：①密度大，可以有效地吸收一次γ和二次γ射線，同時還可以通過非彈性散射把快中子慢化下來; ②含有足夠多的氫， 可以有效地把非彈性散射閾值以下的中子慢化為熱中子;③要有足夠的機械強度、機械穩定性、熱穩定性和化學穩定性;④價格低廉，容易加工和建造。只有混合使用幾種材料才能滿足這些要求。在核電廠中常用的禁止材料為鋼、水、混凝土(包括含有結晶水或硼的重金屬骨料的混凝土)，局部地方也選用鉛或含硼塑膠等。

禁止計算

計算γ射線在禁止體內的減弱通常使用點核技術和積累因子。對於含氫材料的禁止體， 常用分出一擴散法計算快中子的減弱和熱中子在禁止體內的分布。試驗表明，當禁止體內有足夠的氫 (約6 g/cm的氫， 或者約50cmH₂O的水)時，裂變中子在其中的減弱近似遵守指數規律。這可以認為經散射而降低能量並改變方向的中子從快中子束中“分出”去了，所以這種減弱截面被稱為分出截面。被分出的中子將進入擴散過程，可按擴散理論來計算中能中子和熱中子在禁止體中的分布，這對於禁止體內二次γ射線分布的計算是必不可少的。必須注意，在禁止體內含氫量不足時，中能中子劑量往往成為中子劑量的主要貢獻者。

計算機技術的發展使人們可以用數值方法來求解中子或γ光子在禁止體中的輸運問題。這裡有兩種途徑，一種是巨觀的，即求解玻爾茲曼方程，所用的方法有矩方法、球諧函式法、離散縱標法等。另一種是微觀的，即蒙特卡羅法，它描述個別粒子通過禁止體直到它被吸收或穿透出去的過程，只要採樣的數量足夠大，就可以準確地描述中子或γ光子在禁止體內的輸運過程。目前這些計算方法都已成熟地用於工程設計中。

分類禁止核電廠內

反應堆廠房的禁止一般採用兩級禁止的方案，即堆本體的禁止(一次禁止)和一次冷卻劑系統的禁止(二次禁止)。因為在反應堆周圍布置的是一次冷卻劑系統的管道和設備， 當堆運行時，它們本身也是較強的輻射源，也是不可接近的。所以堆本體的禁止主要是防止這些設備和二迴路冷卻劑的活化並保證在停堆後禁止體外來自反應堆的輻射的水平低於來自這些設備本身的輻射的水平。而一次冷卻劑系統的禁止則為保護工作人員的健康，降低反應堆廠房周圍環境的γ輻射水平。一次和二次禁止的概況見圖。

輻射禁止

堆本體

堆本體的禁止(一次禁止)是由壓力容器內的多重鋼、水禁止和周圍厚約2m的環形混凝土牆構成的。幾層鋼、水禁止分別是堆芯隔板、堆芯筒體、熱禁止、壓力容器及其中間的水層構成的。這些禁止除了具有安全防護的目的外， 還有一些工程上的考慮，如熱禁止可用來保護壓力容器的機械性能，不會因過量的中子照射而變壞; 降低混凝土中的發熱以及防止一次禁止外設備的活化等。

反應堆冷卻劑系統

反應堆冷卻劑系統的禁止(二次禁止)包括反應堆冷卻劑系統四周的環形吊車承重牆及其上面的水泥操作地板。也有把安全殼的混凝土結構也算做二次禁止的。反應堆冷卻劑內的主要輻射源是N。二次禁止的目的就是把輻射減弱到安全水平， 使工作人員在反應堆滿功率運行時能夠短時間進入安全殼，進行必要的檢查、維護工作。二次禁止還有這樣的作用，即在反應堆滿功率運行時，人們可以在安全殼外正常地進行工作，並當堆芯熔化，大量放射性物質進入安全殼時保護工作人員和周圍居民免受過量的照射。

禁止的輻射因素

與輻射源禁止相關的輻射包括：（a）輻射源有用線束。（b）穿過輻射源組裝殼體的泄漏輻射，它是非有用線束。(c)散射輻射，即受到有用線束和泄漏輻射直接照射的對象、患者、裝置部件以及建築物壁的散射輻射。（d）天空散射輻射，即穿過禁止室頂的輻射（主要是有用線束和泄漏輻射）與禁止室頂上方空氣作用，散射至禁止室外圍環境區的輻射。(e)側散射輻射，即輻射源射入禁止室頂的輻射與屋頂禁止室外一定距離處人員駐留建築物重高於屋頂的樓層。(f)在輻射能量較高時（如質子治療），有用線束和泄漏輻射直接照射到物質上發生核反應所產生的中子及相關的 致輻射，它是伴生的次級輻射。